радиационно-гигиенического заключения территории

 

Радиационно-гигиеническое заключение территории

по состоянию на __________ год

 

Название территории субъекта Республики Казахстан

____________________________________________________________________

Число жителей _______________________________________________________

Площадь территории субъекта Республики Казахстан _________________ км2

Телефон администрации _________________________ факс _________________

1. Перечень объектов, использующих источники ионизирующего излучения

____________________________________________________________________

____________________________________________________________________

____________________________________________________________________

2. Общая характеристика объектов, использующих источники ионизирующего излучения

____________________________________________________________________

____________________________________________________________________

____________________________________________________________________

3. Характеристика радиоактивного загрязнения окружающей среды:

3.1. Плотность загрязнения почвы

Цезий-137

мин. ________________ среднее _________________ макс. ______________

Стронций-90

мин. ________________ среднее _________________ макс. ______________

Плутоний-239 и другие

мин. ________________ среднее _________________ макс. ______________

3.2. Объемная активность радиоактивных веществ в атмосферном воздухе

____________________________________________________________________

3.3. Удельная активность радиоактивных веществ в воде открытых водоемов

____________________________________________________________________

3.4. Удельная активность радиоактивных веществ в воде источников питьевого водоснабжения

____________________________________________________________________

3.5. Удельная активность радиоактивных веществ в пищевых продуктах местного производства

____________________________________________________________________

3.6. Удельная эффективная активность радиоактивных веществ в строительных материалах из местного сырья ____________________________________________________________________

4. Наличие на территории радиационных аномалий и загрязнений

____________________________________________________________________

____________________________________________________________________

____________________________________________________________________

5. Структура облучения населения при медицинских процедурах

 

	Количество процедур за год	Средняя эффективная доза (мЗв) за 1 процедуру	Коллективная доза, чел.-Зв/год
Рентгенографические
Рентгеноскопические
Радионуклидные

 

 

6. Анализ доз облучения населения, в т.ч. персонала - лиц, работающих с техногенными источниками (далее по тексту - группа А) и лиц, находящихся по условиям работы в сфере воздействия техногенных источников (далее по тексту - группа Б)

 

6.1. Годовые дозы облучения персонала:

 

	по группе А	по группе Б
Средняя индивидуальная годовая эффективная доза, мЗв
Годовая эффективная коллективная доза, чел.-Зв
Количество лиц с превышениями основных дозовых пределов для персонала:

 

6.2. Численность населения, проживающего в зонах наблюдения: ____________

1) Средняя индивидуальная годовая эффективная доза, мЗв _________________

2) Годовая эффективная коллективная доза, чел.-Зв _______________________

3) Количество лиц с превышением основных дозовых пределов для населения

6.3. Структура годовой эффективной коллективной дозы населения (чел.-Зв) от:

1) деятельности предприятий, использующих источники ионизирующего излучения ____________________________________________________________________

2) глобальных выпадений ____________________________

3) естественных источников ____________________________

4) медицинских исследований ____________________________

5) радиационных аварий и происшествий ____________________________

7. Количество радиационных аварий и происшествий _____________________

8. Наличие случаев лучевой патологии (число заболеваний в год) __________

9. Анализ мероприятий по обеспечению радиационной безопасности и выполнению норм, правил и гигиенических нормативов в области радиационной безопасности за год

____________________________________________________________________

____________________________________________________________________

____________________________________________________________________

10. Наличие соответствующей структуры у администрации территории субъекта Республики Казахстан для ликвидации радиационных аварий и происшествий, наличие средств и сил

____________________________________________________________________

____________________________________________________________________

Подпись и должность лица, заполняющего радиационно-гигиенический паспорт территории (района, города, области)

___________________

(Должность)

_________________________ _______________________ ________________

(Фамилия, И., О.) (Подпись) (Дата)

11. Оценка администрацией территории субъекта Республики Казахстан радиационной ситуации на территории в отчетном году

____________________________________________________________________

____________________________________________________________________

____________________________________________________________________

Руководитель администрации территории субъекта Республики Казахстан

_________________________ _______________________ ________________

(Фамилия, И., О.) (Подпись) (Дата)

 

 

12. Заключение государственного органа в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения на соответствующей территории, оценка индивидуального и коллективного рисков возникновения стохастических эффектов

____________________________________________________________________

____________________________________________________________________

____________________________________________________________________

Главный государственный санитарный врач

_________________________ _______________________ _________________

(Фамилия, Имя, Отчество) (Подпись) (Дата)

 

С заключением государственного органа в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения на соответствующей территории ознакомлен (должность, Ф.И.О. руководителя администрации территории субъекта Республики Казахстан) - _______________

_________________________ _______________________ _________________

(Фамилия, Имя, Отчество) (Подпись) (Дата)

 

 

_________________________

Приложение 15

к санитарным правилам

«Санитарно-эпидемиологические

требования к обеспечению

радиационной безопасности»

 

 

Методика оценки доз

облучения работников организаций НГК природными источниками

 

1. Контроль внешнего облучения работников

 

 

1. Эффективные дозы облучения работников организаций определяются средними значениями мощности дозы гамма-излучения и временем, в течение которого работники подвергаются облучению.

2. Оценку эффективной дозы внешнего облучения работников следует проводить на основе измеренных значений мощности дозы (далее - Р) внешнего гамма-излучения на высоте 1 м над поверхностью земли (пола) на рабочем месте и времени работы данного работника на рассматриваемом участке (операции) в течение года (далее - Т).

Годовая эффективная доза внешнего гамма-излучения (Е₁^внешн.)

рассчитывается по формуле:

 

Е₁^внешн = К^е Р_y Т_p, м3в/год, (1)

 

где: К^е - дозовый коэффициент, значение которого принимается равным:

1) 0,006 мЗв/мР, если Р_y - мощность экспозиционной дозы в миллиРентгенах в час (далее - мР/ч);

2) 0,0007 мЗв/мкЗв, если Р_y - мощность эквивалентной дозы в мкЗв/ч.

3. Мощность дозы гамма-излучения (Р_y) должна определяться с учетом уровня собственного фона дозиметра (Р_ф) и отклика его на космическое излучение (Р_к):

Р_y = Р₁ - (Р_ф + Р_к) (2)

 

где: Р₁ - показания дозиметра в точке измерений.

Численное значение параметра (Р_ф + Р_к) определяется для каждого дозиметра индивидуально путем многократных измерений, выполненных над водной поверхностью при глубине воды не менее 5м на расстоянии от берега 50м или более.

4. Время работы на различных технологических участках Т_р (час) может колебаться от 0 до 2000 ч в год. Если работник в течение года работает на нескольких участках (N рабочих местах или операциях) с существенно отличающимися значениями Р, для него годовая эффективная доза за счет внешнего облучения составит:

(3)

 

где Р_y - мощность дозы на высоте 1 м над поверхностью n-го участка;

Т_рn - время работы на n-ом участке в течение года.

5. При определении дозы внешнего облучения работника должно

выполняться условие:

(4)

где Т_р - штатная продолжительность работы работника в течение года, ч.

 

 

2. Контроль облучения работников за счет ингаляционного поступления долго живущих природных радионуклидов с производственной пылью

 

6. Доза внутреннего облучения за счет ингаляционного поступления природных радионуклидов (далее - ПРН) с производственной пылью определяется радионуклидным составом и удельной активностью пылящего материала и самой пыли, общей запыленностью воздуха производственной зоны и временем работы в конкретных условиях, применением средств индивидуальной защиты органов дыхания. Радионуклидный состав, удельная активность пыли и общая запыленность воздуха зависят от параметров технологических процессов, температурного режима работ, используемых химических реагентов, дисперсности и объема материала.

7. Эффективная доза внутреннего облучения работника за счет ингаляционного поступления с производственной пылью одного радионуклида на одном постоянном рабочем месте определяется по формуле:

 

Е^внутр. = k_d ∙ C_n ∙  ∙ V ∙ Т, мЗв/год, (5)

 

где k_d - дозовый коэффициент (Зв/Бк), значения которого для основных радионуклидов рядов урана и тория приведены в приложении 13;

С_n - удельная активность радионуклидов в производственной пыли, кБк/кг;

 - средняя запыленность воздуха, мг/м³;

V - средняя скорость дыхания работающих, м³/ч;

T - время нахождения в зоне запыленности в течение года, ч/год.

Выражение (5) справедливо при оценке доз облучения в случае постоянных значений величин С_n,  и V.

8. При переменных во времени значениях одного или нескольких параметров, необходимо разделить все время облучения на несколько периодов, внутри каждого, из которых параметры считаются постоянными. Дозы за каждый период оцениваются по формуле 5, с последующим суммированием по всем периодам облучения.

9. При неизвестном типе соединения радионуклида в воздухе рабочей зоны или отсутствия радиоактивного равновесия для расчета доз внутреннего облучения следует принимать максимальные значения дозовых коэффициентов согласно приложения 13 к санитарным правилам.

10. В случае, когда работники используют средства индивидуальной защиты органов дыхания, эффективные дозы внутреннего облучения за счет ингаляционного поступления долгоживущих природных радионуклидов с производственной пылью снижаются в n раз, если среднее значение коэффициента улавливания пыли (аэрозолей) составляет η (отн. ед.).

 

3. Контроль облучения работников изотопами радона и их короткоживущими дочерними продуктами

 

11. Изотопы радона и аэрозолей короткоживущих дочерних продуктов радона (ДПР) и торона (ДПТ) вносят заметный вклад в облучение работников на рабочих местах при незначительных объемах помещений и кратности воздухообмена, хранении или переработке больших масс материалов с повышенным содержанием природных радионуклидов.

12. Доза внутреннего облучения за счет изотопов радона и аэрозолей ДПР и ДПТ, в воздухе, в предположении стандартного часового объема дыхания 1, 2 м³/ч, определяется двумя параметрами, - временем экспозиции (дыхания) - t, ч, и средним за это время значением эквивалентной равновесной объемной активности (ЭРОА) изотопов радона в воздухе - , Бк/м³. Эффективная доза внутреннего облучения за счет изотопов радона определяется произведением ЭРОА изотопов радона на время, - ( ∙ t), которое обычно называют «экспозицией» (Бк ∙ ч/м³).

13. В производственных условиях экспозиции изотопами радона в 1чБк/м³ соответствует эффективная доза облучения, равная 0,78 ∙ 10^-5 м3в.

Если известно среднее значение ЭРОА изотопов радона в воздухе , и время работы - t, то эффективная доза облучения рассчитывается по формуле:

 

(6)

 

где значение дозового коэффициента d = 0,78 ∙ 10^-5 мЗв/(ч ∙ Бк/м³), а ЭРОА изотопов радона рассчитывается по формуле:

(7)

 

в которой и - среднее за время t значение ЭРОА радона и торона соответственно.

Для работников производственных организаций при времени работы 2000 ч в год значение d = 1,56 ∙ 10^-2мЗв/(Бк/м³).

14. Годовая эффективная доза производственного облучения работников (Е_пр) равна сумме доз внешнего (Е₁^внешн.) и внутреннего (Е₁^внутр. + Е^rn) облучения:

 

Е_пр = Е₁^внешн.+ Е₁^внутр. + Е^rn (8)

 

 

_________________________

Приложение 16

к санитарным правилам

«Санитарно-эпидемиологические

требования к обеспечению

радиационной безопасности»

 

 

Значения дозовых коэффициентов при ингаляционном поступлении радионуклидов рядов ²³⁸U и ²³²Th с производственной пылью

 

 

Дозовые коэффициенты для радионуклидов ряда ²³⁸U

 

Таблица 1

 

Радионуклид	Период полураспада	Тип распада	Дозовый коэффициент при ингаляционном поступлении, Зв/Бк
Тип соединения - П	Максимальный
^238U	4,77 ∙ 10^9лет	α	2,6 ∙ 10^-6	7,3 ∙ 10^-6
^234Th	24,10 дней	β	6,3 ∙ 10^-9	7,3 ∙ 10^-9
^234Pa	1,17 мин	β	3,8 ∙ 10^-10	4,0∙ 10^-10
^234U	2,45∙ 10^5лет	α	3,1 ∙ 10^-6	8,5∙ 10^-6
^230Th	7,70 ∙ 10^4лет	α	4,0 ∙ 10^-5	4,0∙ 10^-5
^226Ra	1600 лет	α	3,2 ∙ 10^-6	3,2 ∙ 10^-6
^222Rn	3,824 дней	α	-	-
^218Po	3,10 мин	α	-	-
^214Pb	26,8 мин	β	-	2,9 ∙ 10^-9
^214Bi	19,9 мин	β	1,4 ∙ 10^-8	1,4 ∙ 10^-8
^214Po	164 мкс	α	-	-
^210Pb	22,3 года	β	-	8,9∙ 10^-7
^210Bi	5,013 дня	β	8,4 ∙ 10^-8	8,4∙ 10^-8
^210Ро	138,4 дня	α	3,0 ∙ 10^-6	3,0 ∙ 10^-6
Сумма	5,20 ∙ 10^-5	6,30 ∙ 10^-5

 

 

дозовые коэффициенты для радионуклидов ряда ²³²Th

 

Таблица 2

 

Радионуклид	Период полураспада	Тип распада	Дозовый коэффициент при ингаляционном поступлении, в/Бк
Тип соединения - П	Максимальный
^232Th	1,405 ∙ 10^10лет	α	4,2∙ 10^-5	4,2 ∙ 10^-5
^228Ra	5,75 лет	β	2,6 ∙ 10^-6	2,6 ∙ 10^-6
^228Ас	6,15 ч	β	1,6∙ 10^-8	2,5∙ 10^-8
^228Th	1,913 лет	α	3,1 ∙10^-5	3,9∙ 10^-5
^224Ra	3,66 дней	α	2,9 ∙ 10^-6	2,9 ∙ 10^-6
^220Rn	55,6 с	α	-	-
^216Ро	0,145 с	α	-	-
^212Pb	10,64 ч	β	-	1,9 ∙ 10^-8
^212Bi	60,55 мин	α (36%); β (64%)	3,0 ∙ 10^-8	3,0 ∙ 10^-8
^212Po	0,299 мкс	α	-	-
^208Ti	3,053 мин	β	-	-
Сумма	7,85 ∙ 10^-5	8,66∙ 10^-5

 

 

_________________________

Приложение 17

к санитарным правилам

«Санитарно-эпидемиологические

требования к обеспечению

радиационной безопасности»

 

 

Журнал

производственного радиационного контроля металлолома

 

 

Наименование организации________________________________________

Адрес, телефон __________________________________________________

 

Фамилия, имя, отчество и должность,

ответственного лица за радиационный контроль ______________________

 

Журнал начат «______» ____________ 20 г.

Журнал окончен «______» ____________ 20 г.

Количество страниц

 

№ п/п	Дата	Наименование металлолома, количество (кг)	Поставщик	Номер и дата накладной	Приборы, применявшиеся при проведении замеров (наименование, номер)

 

Продолжение таблицы

Результаты радиационного контроля
Фоновые значения	Превышение фона на поверхности	ММЭД на поверхности	Подпись лица, проводившего замеры

 

 

_________________________

Приложение 18

к санитарным правилам

«Санитарно-эпидемиологические

требования к обеспечению

радиационной безопасности»

 

 

Методика проведения производственного радиационного контроля металлолома

 

 

Условия измерений должны обеспечить обязательное обнаружение радиоактивного загрязнения металлолома при его наличии.

Для этого брикетированный металлолом раскладывается слоем в один брикет. На каждой стороне брикета проводится одно измерение мощности дозы гамма-излучения и по одному измерению плотности потока альфа и бета-частиц.

Небрикетированный металлолом должен быть разложен на территории слоем не более 0,5 м. Измерения мощности гамма-излучения с помощью поискового радиометра проводится по сетке в 1 м, а в случае повышения уровня МЭД над естественным фоном, сетка измерений сгущается до обнаружения источника излучения. Измерение плотности потока альфа, бета частиц осуществляются методом непрерывного слежения по длине или ширине обследуемой партии с расстоянием между профилями слежения 0,5 м, количество замеров определяется по фиксированным точкам измерения через каждые 0,5 м.

При производственном контроле за радиоактивным загрязнением крупногабаритных механизмов, станков, транспортной, дорожной, строительной техники и других изделий с массой более 1 тонны, измерение проводится по наружной поверхности с расстоянием между других управляемых механизмов, также внутри механизма.

При невозможности разложить металлолом слоем в 0,5 м, измерения проводятся при его выгрузке или погрузке. При этом измерение МЭД и плотности потока частиц осуществляется в каждой партии металла, поднимаемого подъемным механизмом (краном, тельфером, экскаватором и другие). Число измерений определяется числом поднятых партий металла.

При наличии в металлоломе емкостей или труб, на внутренней поверхности которых имеются солевые отложения, измерения проводятся на внутренней и наружной поверхности этих изделий.

Измерения МЭД проводятся на расстоянии 10 см от измеряемой поверхности, измерения плотности потока альфа и бета частиц на расстоянии 1 см от измеряемой поверхности.

До начала производственного радиационного контроля металлолома проводится измерение ЭД естественного радиационного фона на территории, где складируется металлоломом, на расстоянии 15-20 м от контролируемого металлолома на высоте 10 см. Перед началом измерения плотности потока частиц должна быть произведена компенсация собственного фона прибора.

Оценка мощности экспозиционной дозы на территории от естественного радиационного фона осуществляется как средняя арифметическая величина из 5 измерений.

Оценка степени радиоактивного загрязнения металлолома осуществляется в зоне максимального показания поискового радиометра или дозиметра. Партия металлолома или часть партии (отдельные изделия) считаются радиоактивно загрязненными, если:

1) МЭД гамма-излучения от поверхности лома превышает 0,2 мкЗв/ч над естественным радиационным фоном местности;

2) плотность альфа излучения, более 0,04 беккерель на сантиметр квадратный (далее - Бк/см²);

3) плотность потока бета излучения, более 0,4 Бк/см².

 

 

_________________________